DIVISION DE CAEN
Hérouville-Saint-Clair, le 6 novembre 2012 N/Réf. : CODEP-CAE-2012-059632 **Monsieur le Directeur**
du CNPE de Paluel BP 48 76450 PALUEL
OBJET : Contrôle des installations nucléaires de base.

Inspection n° INSSN-CAE-2012-0819 du 24 octobre 2012.

Monsieur le Directeur, Dans le cadre des attributions de l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN) concernant le contrôle des installations nucléaires de base prévu à l'article L.592-21 du code de l'environnement, une inspection annoncée a eu lieu le 24 octobre 2012 au CNPE de Paluel, sur le thème du retour d'expérience de l'arrêt du réacteur n° 3 en 2012. J'ai l'honneur de vous communiquer, ci-dessous, la synthèse de l'inspection ainsi que les principales demandes et observations qui en résultent.

## Synthèse De L'Inspection

L'inspection annoncée du 24 octobre 2012 au CNPE de Paluel portait sur le thème du retour d'expérience de l'arrêt du réacteur n° 3 qui s'est déroulée en 2012. Les inspecteurs ont d'abord examiné la déclinaison du référentiel prescriptif pour cet arrêt et notamment la préparation, l'organisation mise en place pour son déroulement et les procédures appliquées lors des changements d'état du réacteur depuis son rechargement. Ensuite, ils ont examiné plusieurs événements significatifs pour la sureté (ESS) marquants de l'arrêt qui ont eu lieu à partir de la remontée du réacteur et plus particulièrement, ceux de niveau 1 sur l'échelle INES. Au vu de cet examen par sondage, l'organisation définie et mise en œuvre sur le site semble perfectible. En termes d'axes de progrès, l'exploitant devrait systématiquement gréer la cellule « aléas » pour tout arrêt de réacteur de type « visite partielle » et il doit veiller à démarrer un arrêt avec un nombre limité d'interventions à réaliser. Enfin, la qualité de l'information remontant du terrain jusqu'à la structure de gestion de l'arrêt doit être améliorée. Par ailleurs, l'exploitant doit renforcer son processus de décision pour les critères et les niveaux qu'il retient dans les déclarations d'ESS.

## A. Demandes D'Actions Correctives A.1 Cellule « Aléas »

L'arrêt du réacteur n° 3 de type « visite partielle » (3 VP-19-2012) a débuté le 19 mai 2012 pour s'achever le 16 septembre. Le nombre important d'ESS (19 dont 6 de niveau 1) notamment à partir de la remontée en pression et température du réacteur et la prolongation de la durée d'arrêt (56 jours supplémentaires) ont motivé la tenue de l'inspection afin d'analyser à froid, les raisons des nombreux aléas et fortuits rencontrés et d'en tirer les premières conclusions. Vous avez indiqué qu'un retour d'expérience commun aux deux arrêts de type « VP » des réacteurs n° 2 et 3 sera effectué à l'issue de l'arrêt en cours du réacteur n° 2. Les inspecteurs ont examiné la préparation, l'organisation et le déroulement de l'arrêt du réacteur n°3. Ils se sont intéressés à la gestion des aléas et en particulier à la « cellule aléas ». Cette structure d'appui composée d'une demi douzaine d'ingénieurs détachés des métiers, a pour objet d'être à l'écoute des problèmes détectés sur le terrain, de les caractériser et de proposer un traitement dans un planning adapté. Il s'agit d'une spécificité du site jugé comme une bonne pratique par les inspecteurs. Toutefois, la fiche processus n° 300, qui traite de la gestion des aléas en arrêt de tranche et de la prise de décision, ne traite pas de la cellule aléas. Cette cellule n'est ainsi pas formalisée dans une note de processus du CNPE. En outre, les inspecteurs ont noté que faute de ressources disponibles en période estivale, la cellule aléas n'a pas été gréée sur l'arrêt de Paluel 3 au contraire de l'arrêt de Paluel 2 en cours. Des discussions engagées avec les personnels présents lors de l'inspection, il apparait que cette structure a visiblement fait défaut lors de cet arrêt qui a pourtant été annoncé comme un arrêt doté d'un nombre important d'interventions dont par exemple les travaux sur les pompes primaires, le remplacement des cannes chauffantes du pressuriseur et le nettoyage préventif des générateurs de vapeur. 

## Je Vous Demande De :

 **formaliser dans une note de processus, la création, l'organisation et le fonctionnement** 
de la cellule aléas ;
 gréer pour tous les arrêts de réacteur de type « VP », et autant que de besoin pour les autres arrêts, une cellule de gestion des aléas ;
 me communiquer dès qu'il sera disponible, le REX que vous tirerez des deux arrêts de type VP des réacteurs n° 2 et 3 en 2012.

## A.2 Nombre D'Interventions Sur L'Arrêt

Durant l'arrêt, il a été traité au total plus de 7000 ordres et demandes d'intervention (OI/DI) de toute nature, soit entre le début de l'arrêt et le couplage au réseau, plus de 1600 OI/DI de plus que pour une « VP » classique. Cette situation a conduit les équipes à traiter une moyenne de 70 à 80 OI/DI par jour, ce qui était visiblement aux limites des capacités de la structure projet d'arrêt. En fait, il apparait qu'avant de débuter, le nombre d'OI/DI était déjà trop élevé pour pouvoir être absorbé normalement sur l'arrêt. Je vous demande de définir et limiter le nombre d'interventions à traiter avant de débuter un arrêt de réacteur. Ce point devra être analysé dans le REX que vous tirerez des deux VP des réacteurs n° 2 et 3.

## A.3 Nombre De Réserves

La directive interne EDF DI n° 71 sur la maitrise des changements d'état en phases d'arrêt ou de redémarrage précise « qu'au delà d'une quarantaine de réserves, la commission d'arrêt de tranche 
(COMSAT) est reprogrammée sauf décision du président ». L'examen des différents bilans gestionnaires 
(BG) et des COMSAT de l'arrêt du réacteur n°3 montre que le nombre de réserves bloquantes peut dépasser la soixantaine. Vous avez indiqué que certaines réserves sont « fatales » puisqu'elles peuvent par exemple être inhérentes à un essai périodique, à une requalification ou à un contrôle à réaliser dans l'état futur du réacteur, objet de la COMSAT. Je vous demande d'appliquer strictement votre directive interne n° 71 en revenant à un ordre de grandeur d'une quarantaine de réserves bloquantes avant le passage en COMSAT et le changement d'état du réacteur.

## A.4 Remontée D'Informations Du Terrain

Vous avez fait état de la qualité inégale de l'information qui remonte des constats fait sur le terrain par les intervenants (opérateurs, prestataires,..) vers la structure projet d'arrêt. Celle ci ne dispose pas alors d'une vision claire des aléas qui sont globalement insuffisamment caractérisés, ce qui complique évidemment la définition d'une solution de traitement. Je vous demande de mettre en place une organisation permettant la remontée d'une information de qualité en provenance du terrain vers la structure gestionnaire de l'arrêt afin d'améliorer le processus de décision et de traitement des problèmes rencontrés.

## A.5 Déclarations D'Ess

Les inspecteurs se sont fait détailler le processus de déclaration des événements significatifs concernant la sûreté (ESS) dès lors que l'écart est caractérisé au titre de la DI 100 relative « aux critères et modalités de déclaration et d'information de l'ASN des évènements significatifs dans les domaines de la sûreté, de la radioprotection, de l'environnement et des transports ». Le service sûreté qualité (SSQ) a la responsabilité du déroulement du processus avec notamment l'analyse « à chaud » des faits, la rédaction de la déclaration d'évènement et le choix du critère de déclaration retenu (parmi les dix relatifs aux ESS). Ensuite, le SSQ propose au directeur délégué, le niveau à retenir pour classer l'évènement sur l'échelle INES. Il s'agit donc de deux processus complémentaires mais différents dans leur finalité puisque pour le second, la décision sur le niveau INES est du seul ressort de la direction. Les inspecteurs ont indiqué adopter de leur coté, une approche intégrée considérant que de l'analyse des faits même si elle est partielle, découle à la fois la justification du critère et du niveau sur l'échelle INES. L'examen de plusieurs ESS de niveau 1 survenus depuis le rechargement du réacteur n° 3, a montré que le SSQ n'est pas toujours suivi pour le niveau de classement INES des évènements. Les inspecteurs ont en particulier examiné le cas de trois ESS où des propositions de niveau 1 formulées par le SSQ n'ont pas été retenues dans deux cas par la direction. Ces événements avaient été déclarés à l'ASN au niveau 0. Après analyse et discussions avec vos services, ces deux ESS ont été finalement reclassés au niveau 1, à la demande de l'ASN . Les inspecteurs se sont étonnés que dans les deux cas cités, aucune justification de la décision de la direction ne soit ni apportée, ni formalisée dans un document support. Je vous demande de mettre en place une organisation permettant de formaliser avec les justifications associées, la décision finale de la direction pour le classement sur l'échelle INES des niveaux des ESS déclarés à l'ASN.

## B. Compléments D'Information B.1 Ess Du 31 Août 2012

Vous avez déclaré, par télécopie du 31 août 2012 référencée 2012/463, un événement significatif pour la sûreté, à la suite du repli du réacteur n° 3 en application des règles générales d'exploitation (cumul des événements de groupe 1 "EPP 6" et "ASG 1"). Au regard de la déclaration de cet événement, il apparaît que le « SEXTEN », système de mesure de taux de fuite Qf60, était en phase d'initialisation depuis le début août. En effet, le Qf60 n'est pas une donnée instantanée, mais une grandeur qui se construit progressivement au fil des jours. Il faut au moins 5 points (couples Débit de fuite journalier / Différence de pression moyenne journalière entre enceinte et atmosphère) exploitables pour construire la droite permettant d'attester de l'étanchéité de la 3ème barrière 
(enceinte de confinement). Tant que ce quota n'est pas atteint, le système « SEXTEN » est en phase d'initialisation. Ainsi, depuis le début du mois d'août 2012, plusieurs points de mesures journaliers ont été réalisés pour évaluer le taux d'inétanchéité global de l'enceinte de confinement. Lors de l'inspection, vous avez indiqué aux inspecteurs que, compte tenu des différents aléas techniques en cours en août d'une part et, de la prolongation de la phase d'initialisation du système « SEXTEN » retardant la construction de la droite d'étanchéité d'autre part, la mesure effectuée le 22 août 2012 a été réalisée à partir de relevés manuels du système « SEXTEN ». Cette mesure a été validée par votre appui national, la direction technique générale (DTG). Je vous demande de m'indiquer les modalités de calcul de ces points de mesures servant à la construction de la droite d'étanchéité (Interface automate et le cas échéant de façon manuelle). Vous préciserez notamment comment a été déterminée et validée la mesure du 22 août dernier.

## C. Observations C.1 Comsat Et Changement D'État Du Réacteur

Les inspecteurs ont noté comme bonnes pratiques :
- qu'en cas d'un nombre de réserves élevé, une réunion de préparation se tient, reportant au lendemain la COMSAT, et donc le changement d'état du réacteur ;
- qu'un bilan gestionnaire au titre de la DI 71 est réalisé en complément du document ECU (xx contrôles ultimes) afin de conforter la décision du chef d'exploitation pour autoriser les changements d'état du réacteur.

Vous voudrez bien me faire part de vos observations et réponses concernant ces points dans un délai qui n'excèdera pas deux mois. Pour les engagements que vous seriez amené à prendre, je vous demande de bien vouloir les identifier clairement et d'en préciser, pour chacun, l'échéance de réalisation. Je vous prie d'agréer, Monsieur le Directeur, l'assurance de ma considération distinguée.

Pour le directeur général de l'ASN et par délégation, Le chef de division, signée par Simon HUFFETEAU
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